AbstractDevelopment of reliable plasma facing components (PFC) with active cooling structures is required for divertor plates of fusion devices in order to remove a large heat flow to the divertor. It is also known that plasma material interactions (PMIs), i.e. fuel hydrogen recycling and erosion of plasma facing material (PFM) determine the energy confinement characteristics. The lifetime of PFCs is limited by the erosion of PFMs. In Japanese universities, studies concerning PFCs and PMIs have been carried out so far for LHD and ITER. For the LHD divertor, both graphite/copper brazed components and mechanical joint components have been developed, and the heat load performance has been examined. For the particle control in LHD, a localized divertor called LID has been designed, the preliminary experiment was conducted in a small helical device, the CHS. In order to reduce the oxygen impurity level, boronization experiments have been conducted systematically, and properties such as oxygen gettering and hydrogen retention were clarified. In the TRIAM-1M tokamak, the damage of PFMs has been investigated using a surface probe. Data on hydrogen retention, which determines the degree of hydrogen recycling, have been accumulated for graphite, Li, B, B4C, SiC and W. Conditioning methods are also suggested. In this paper, the problems associated with PFCs and PMIs are pointed out and data recently obtained in Japanese universities and NIFS are briefly introduced.
抄録 核融合装置のダイバータ板において大きな熱流束を除去するためには、信頼性の高いプラズマ対向機器（PFC）の開発が必要である。また、プラズマ材料相互作用（PMI）、すなわち燃料水素のリサイクリングとプラズマ対向材料の損耗は、定常運転における主要な課題である。本論文では、PFCおよびPMIに関する研究の現状と、日本の大学および核融合科学研究所（NIFS）における最近の成果を概説する。LHDダイバータ向けには、黒鉛/銅ろう付け接合部品と機械的接合部品の両方が開発され、熱負荷特性が評価された。周辺プラズマ制御のための局所ダイバータ（LID）が小型ヘリカル装置（CHS）において設計・試験された。酸素不純物低減のためのボロン化処理が体系的に実施され、酸素ゲッタリングと水素保持特性が明らかにされた。TRIAM-1Mトカマクでは、表面プローブを用いてプラズマ対向材料の損傷が調査された。水素リサイクリングの程度を決定する水素保持に関するデータが、黒鉛、Li、B、B4C、SiC、Wについて蓄積された。コンディショニング手法も提案されている。本論文では、PFCおよびPMIに関連する問題点を指摘し、日本の大学およびNIFSにおいて最近得られたデータを簡潔に紹介する。